2024年1期
刊物介紹
本刊由中國(guó)原子能科學(xué)研究院主辦,1959年創(chuàng)刊,國(guó)內(nèi)外公開發(fā)行,全國(guó)性學(xué)術(shù)與技術(shù)兼顧的原子能類核心期刊,先后被美國(guó)工程信息公司《EI Compendex》數(shù)據(jù)庫(kù)、美國(guó)化學(xué)文摘《CA》、日本《科學(xué)技術(shù)文獻(xiàn)速報(bào)》、《中國(guó)科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫(kù)》、《中國(guó)學(xué)術(shù)期刊(光盤版)》、《方正Apabi電子期刊》、《中國(guó)科技期刊數(shù)據(jù)庫(kù)》、《CEPS中文電子期刊服務(wù)》等收錄,并已入網(wǎng)“萬(wàn)方數(shù)據(jù)——數(shù)字化期刊群”。主要刊登核科學(xué)技術(shù)方面具有創(chuàng)造性的科技成果,旨在促進(jìn)核科學(xué)與技術(shù)方面的交流、核技術(shù)與其它科學(xué)技術(shù)間的交叉滲透,推動(dòng)核科技在國(guó)民經(jīng)濟(jì)方面的應(yīng)用。
原子能科學(xué)技術(shù)
化學(xué)
反應(yīng)堆工程
- 基于有限體積法堿金屬高溫?zé)峁芾鋺B(tài)啟動(dòng)流動(dòng)換熱數(shù)值研究
- 基于多物理耦合的高溫?zé)峁芰鲃?dòng)傳熱和力學(xué)特性研究
- 溫差熱電轉(zhuǎn)換型空間熱管冷卻反應(yīng)堆瞬態(tài)分析程序開發(fā)及驗(yàn)證
- 一種簡(jiǎn)化的高溫?zé)峁軉?dòng)模型
- 老化效應(yīng)對(duì)涂層表面池沸騰傳熱性能的影響
- 鉬锝靶件輻照裝置堆外自然循環(huán)實(shí)驗(yàn)研究
- 基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反應(yīng)堆系統(tǒng)模擬
- 基于聚類和隨機(jī)搜索優(yōu)化的核反應(yīng)堆數(shù)字孿生參數(shù)反演模型
- 異構(gòu)并行的高階散射特征線方法及其在臨界實(shí)驗(yàn)裝置模擬中的應(yīng)用
- 乏燃料棒M5鋯合金包殼的透射電鏡分析
- 壓水堆核電站完整和破損燃料棒硬度和楊氏模量研究
- 多元(U,Zr,Nb)C燃料制備技術(shù)與性能機(jī)理研究
- 鋯合金氧化膜及基體中氧的擴(kuò)散
- 徑向流氦氫分離床穿透特性實(shí)驗(yàn)與模擬分析
- Inconel 617合金在非純氦氣環(huán)境中的高溫腐蝕行為研究
- 鈉冷快堆液態(tài)鈉霧化特性實(shí)驗(yàn)研究
- 硝酸濃度對(duì)臨界安全的影響研究